CN114875309B - 一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢板成分：C：0.06％～0.12％；Si：0.25％～0.40％；Mn：1.60％～2.0％；P≤0.010％；S≤0.005％；Cu：0.35％～0.55％；Cr：0.41％～0.60％；Mo：0.60％～1.25％；V：0.020％～0.050％；Nb：0.010％～0.030％；Ti：0.050％～0.080％；Al：0.025％～0.050％；[O]≤8ppm；[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质。钢质纯净度高、强度高、低温韧性好、晶粒细小、组织性能均匀稳定，满足新一代压水堆核电站对安全壳设备用钢的高标准要求。

Description

一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法
技术领域
本发明涉及高强钢技术领域，尤其涉及一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法。
背景技术
安全是核电发展的前提，除了正在运行的第二代核电机组需要进行延寿及补充性修建一些二代加的机组外，目前新一批的核电建设重点是更安全、更先进的第三代核电机组。新一代核电站对安全性的要求大幅度提高，对建造核电站的钢铁材料的要求也随之提高，其中对钢板室温拉伸抗拉强度下限的要求就达到655MPa以上。
核反应堆安全壳设备系统是三代压水堆核电站的重要组成部分，是整个核电机组的安全防护罩。建造核反应堆安全壳设备系统所需钢材必须具有良好的综合性能和模拟焊后热处理性能。本发明提供了一种30mm～60mm厚高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，成品钢具有高强度、良好的塑韧性、晶粒度达11级或更细、组织均匀稳定等优点，完全可以满足新一代核电机组钢制安全壳用钢的要求。
国内现有的同类钢存在综合性能差、强度低等问题，并且与本发明所述钢的成分设计、工艺设计均不相同。
申请号为201210269122.1的中国专利申请公开了一种“核电站安全壳用厚钢板及其制造方法”，钢板厚度10-60mm，成分设计为C：0.06-0.15％；Si：0.1-0.4％；Mn：1.0-1.5％；P≤0.012％；S≤0.003％；Ni：0.2-0.5％；Cr≤0.25％；Mo：0.1-0.3％；V≤0.05％；Nb≤0.03％；Ti≤0.03％；Al：0.015-0.05％；Ca：0.0005-0.005％，钢板制造则采用热轧+离线调质的工艺。其化学成分设计与本发明有所不同，而且其获得的钢板拉伸屈服强度为468～649MPa，抗拉强度为585～705MPa，适用于目前三代核电机组安全壳，但无法满足新一代大型核反应堆安全壳用钢的强度要求。
申请号为200980152846.4的中国发明专利公开了一种“用于核反应堆安全壳的高强度钢板及其制造方法”，钢板成分设计为：C：0.03-0.20％；Si：0.15-0.55％；Mn：0.9-1.5％；Al：0.001-0.05％；P≤0.030％；S≤0.030％；Cr≤0.30％；Mo≤0.20％；Ni≤0.60％；V≤0.07％；Nb≤0.04％；Ti:0.005-0.025％；N：0.0020-0.0060％；B：0.0005-0.0020％，Ca：5ppm-50ppm，余量的Fe和不可避免的杂质。制造采用再结晶控制+离线调质的方式，获得的钢板拉伸屈服强度621～648MPa，抗拉强度670～700MPa。其成分设计与本发明不同，制造工艺也不同，而且强度较低，未明确记载钢板高温拉伸性能及模拟焊后热处理性能。
申请号为201911119756.7的中国专利申请公开了“一种核电站安全壳用SA738Gr.B钢板及其制造方法”，其化学成分及质量百分比为C≤0.20％；Si：0.13-0.60％；Mn：0.9-1.6％；Ni≤0.6％；Cr≤0.3％；Nb≤0.05％；Cr≤0.35％；V≤0.08％；Ti≤0.03％，其余为Fe和不可避免的杂质。其采用两阶段控制轧制+离线淬火的工艺，成品钢板厚度为101mm。其成分设计与本发明不同，制造工艺不同，成品钢板拉伸强度与本发明相差不大，但塑韧性偏低，且不稳定，用于制造核反应堆安全壳安全性能不足。
申请号为201911165799.9的中国专利申请公开了“一种压水堆核电站安全壳封头用高强度钢板及其制造方法”，钢板厚度为20-90mm，成分设计为C：0.10-0.17％；Si：0.15-0.35％；Mn：1.10-1.60％；P≤0.015％；S≤0.008％；Ni：0.20-0.60％；Cr：0.20-0.50％；Mo：0.65-0.95％；Al：0.015-0.035％；Nb：0.032-0.045％；Cu≤0.050％；V≤0.020％，其余为Fe和不可避免的杂质。采用热轧+离线调质的方式制造，其中热轧工艺为：开轧温度≥1100℃，辊速要求不大于2.0m/s，连续三道次压下率≥20％；终轧温度≥860℃，调质工艺为：淬火温度920±10℃、保温时间2～6min/mm；回火温度640±20℃、保温时间4～9min/mm。尽管其最终获得的钢板性能与本发明相差不大，但其成分设计和制造工艺均与本发明存在较大的区别。
发明内容
本发明提供了一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，所生产的钢板具有较高的钢质纯净度(非金属夹杂物不大于1.0级)、高强度(Rm≥750MPa，Rp0.2≥640MPa)、良好的低温韧性(-45℃KV2≥200J)、晶粒细小(11级或更细)、组织性能均匀稳定等优点，可以满足新一代压水堆核电站对安全壳设备用钢的高标准要求。
为了达到上述目的，本发明采用以下技术方案实现：
一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢，成品钢板的厚度为30～60mm，钢板按重量百分比包含如下成分：C：0.06％～0.12％；Si：0.25％～0.40％；Mn：1.60％～2.0％；P≤0.010％；S≤0.005％；Cu：0.35％～0.55％；Cr：0.41％～0.60％；Mo：0.60％～1.25％；V：0.020％～0.050％；Nb：0.010％～0.030％；Ti：0.050％～0.080％；Al：0.025％～0.050％；[O]≤8ppm；[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质。
所述钢板的组织为回火索氏体组织，晶粒度为11级以上；钢板中非金属夹杂物不大于1.0级，强度Rm≥750MPa，Rp0.2≥640MPa，低温韧性-45℃KV2≥200J。
一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，所述钢板的生产工艺为：冶炼—连铸—加热—控轧控冷—矫直-回火热处理-超声波探伤-性能检验，其中：
1)采用双联转炉冶炼，控制钢中P≤0.010％，S≤0.005％，再经过LF、RH炉外精炼处理，控制钢中[H]≤1.5ppm，[O]≤8ppm；
2)浇注时控制中间包过热度为15±5℃，连铸末端采用轻压下方式，压下量为4～6mm，控制二冷水温度为20～27℃，拉坯速度为0.8～1.1m/min；
3)连铸坯进加热炉加热，控制均热段温度为1180～1230℃，均热时间为1.5～3h；出钢温度为1130～1180℃；
4)采用两阶段控制轧制，第一阶段再结晶区轧制，开轧温度为1050～1100℃，单道次变形量大于20mm；中间坯厚度为3～5t，t为成品钢板厚度；终轧温度为930～980℃；第二阶段未再结晶区轧制，开轧温度为830～860℃，轧制4～7道次，终轧温度为750～790℃；
5)控冷开冷温度为730～770℃，水冷至450～550℃，冷却速率10～20℃/s，之后空冷至室温；
6)钢板采用离线回火热处理，回火保温温度为520～560℃，保温时间5～10min/mm，出炉后空冷至室温。
所述连铸坯下线后堆垛缓冷24小时以上；连铸坯厚度为250～300mm。
出加热炉后的板坯进行高压水除鳞。
与现有技术相比，本发明的有益效果是：
1)所生产的钢板钢质纯净度高、铸坯中心偏析低、组织均匀细小；通过采用适宜的冶炼、浇注工艺，添加适量的Cu、Ti等元素，以及控制钢中P≤0.010％、S≤0.005％、[H]≤1.5ppm、[O]≤8ppm，保证了钢中非金属夹杂物不大于1.0级，中心偏析0.5级，减少了铸坯中粗大柱状晶和枝晶的生成，使铸坯组织均匀细小。
2)通过添加适量的Nb、V、Ti等元素，结合采用“二阶段控制轧制+控冷”工艺，获得了结构稳定、晶粒度为11级或更细的板条马氏体组织，保证了钢板具有优良均匀的力学性能。
3)通过采用适宜的回火工艺，控制碳化物尺寸在30nm以下，并弥散析出分布，保证了钢板具有良好的强韧性。
4)钢板室温拉伸抗拉强度≥750MPa，屈服强度≥640MPa，断后伸长率≥22％；200℃高温拉伸抗拉强度≥700MPa，屈服强度≥600MPa；-45℃冲击功≥200J；180°冷弯(d＝a)合格；钢板晶粒度为11级或更细，组织和性能均匀稳定；并在经保温温度为605℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持良好的力学性能；满足新一代高强度核反应堆安全壳用钢的要求。
附图说明
图1是本发明所述钢板的典型金相组织图。
具体实施方式
本发明所述一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢，成品钢板的厚度为30～60mm，钢板按重量百分比包含如下成分：C：0.06％～0.12％；Si：0.25％～0.40％；Mn：1.60％～2.0％；P≤0.010％；S≤0.005％；Cu：0.35％～0.55％；Cr：0.41％～0.60％；Mo：0.60％～1.25％；V：0.020％～0.050％；Nb：0.010％～0.030％；Ti：0.050％～0.080％；Al：0.025％～0.050％；[O]≤8ppm；[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质。
所述钢板的组织为回火索氏体组织，晶粒度为11级以上(如图1所示)；钢板中非金属夹杂物不大于1.0级，强度Rm≥750MPa，Rp0.2≥640MPa，低温韧性-45℃KV2≥200J。
一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，所述钢板的生产工艺为：冶炼—连铸—加热—控轧控冷—矫直-回火热处理-超声波探伤-性能检验，其中：
1)采用双联转炉冶炼，控制钢中P≤0.010％，S≤0.005％，再经过LF、RH炉外精炼处理，控制钢中[H]≤1.5ppm，[O]≤8ppm；
2)浇注时控制中间包过热度为15±5℃，连铸末端采用轻压下方式，压下量为4～6mm，控制二冷水温度为20～27℃，拉坯速度为0.8～1.1m/min；
3)连铸坯进加热炉加热，控制均热段温度为1180～1230℃，均热时间为1.5～3h；出钢温度为1130～1180℃；
4)采用两阶段控制轧制，第一阶段再结晶区轧制，开轧温度为1050～1100℃，单道次变形量大于20mm；中间坯厚度为3～5t，t为成品钢板厚度；终轧温度为930～980℃；第二阶段未再结晶区轧制，开轧温度为830～860℃，轧制4～7道次，终轧温度为750～790℃；
5)控冷开冷温度为730～770℃，水冷至450～550℃，冷却速率10～20℃/s，之后空冷至室温；
6)钢板采用离线回火热处理，回火保温温度为520～560℃，保温时间5～10min/mm，出炉后空冷至室温。
所述连铸坯下线后堆垛缓冷24小时以上；连铸坯厚度为250～300mm。
出加热炉后的板坯进行高压水除鳞。
本发明所述一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的成分设计理由如下：
(1)C：碳在本发明中除了起固溶强化的作用，还与V、Nb等合金元素形成细小的碳化物，在轧制变形和相变中细化晶粒组织，并阻碍位错移动等，从而有效提高钢板的强度。本发明钢中C含量设计为0.06％～0.12％。
(2)Si：硅在本发明钢中主要用于还原剂和脱氧剂，并起到一定的固溶强化作用，含量控制在0.25％～0.40％。
(3)Mn：是良好的脱氧剂和脱硫剂，在钢中也起到一定的固溶强化作用，此外在本发明中还用于降低相变速度、抑制钢板加速冷却前的相变晶粒长大，即细化晶粒的作用，提高钢板强韧性。但锰过高易恶化钢板的组织、性能均匀性和焊接性能。因此设计Mn含量为1.60％～2.0％。
(4)P：是钢中有害元素，会导致组织偏析，并对低温韧性有明显的不利影响，因此含量越低越好，但考虑到炼钢条件和成本，本发明要求控制钢中的P≤0.010％。
(5)S：是钢中有害元素，在钢中易形成硫化物夹杂，降低钢的冲击韧性，损害焊接性能，同时加重中心偏析、疏松等缺陷，因此本发明要求S≤0.005％。
(6)Cu：铜是扩大奥氏体相区的元素，能提高钢的强度，特别是屈强比，能改善钢中奥氏体的稳定性，从而提高钢的可淬性和淬透性。适量的铜含量还可改善钢液的流动性，有利于钢坯的铸造均匀性。此外，由于核电站均临水而建，钢中含有一定量的铜可提高设备的抗大气腐蚀性能。但铜含量过高将导致塑性显著下降，因此本发明设计Cu：0.35％～0.55％。
(7)Cr：铬可以与Fe形成连续固溶体，提高钢的强度和硬度，并增加一定的抗蚀性；铬还可与C等形成复合渗碳体用于改善高温、长时模拟焊后热处理后的性能；适量的Cr与Mo等搭配使用，还可使回火钢具有良好的综合性能。而过量的Cr会成本大幅度提高，还会提高钢的韧脆转变温度。因此本发明钢中Cr含量设计为0.41％～0.60％。
(8)Mo：钼在本发明中的作用主要有：1)固溶于铁素体中，起到固溶强化作用；2)提高形变强化后的组织软化和回复温度，以及再结晶温度，有利于二阶段控制轧制中的晶粒细化；3)钼可提高钢的淬透性，保证水冷后的钢板具有沿厚度截面分布均匀的相变组织；4)钼可提高碳化物的稳定性，保证钢板具有良好的强韧性，以及性能的稳定性。因此本发明设计Mo含量为0.60％～1.25％。
(9)V：钒和碳、氮有极强的亲和力，易形成V(C，N)，本发明利用V在奥氏体晶界的铁素体中沉淀析出，在轧制中抑制奥氏体的再结晶并阻止晶粒长大，达到细化晶粒，提高钢的强度和韧性的目的。因此本发明设计V含量为0.020％～0.050％。
(10)Nb：铌在本发明中主要用于形成碳、氮化物，轧制中钉扎晶界，促进形核，细化晶粒，提高晶粒粗化温度，从而提高钢板的强度和韧性。因此，本发明钢中Nb含量控制为0.010％～0.030％。
(11)Ti：钛在本发明中的作用主要有两点：1)用于在钢液凝固过程中形成大量弥散分布的碳化物颗粒，成为钢液凝固时的固体晶核，利于钢的结晶，细化钢的组织，减少粗大柱状晶和枝晶的生成，降低铸坯中心偏析，保证了成品钢板性能的均匀性；2)与Fe和C生成难溶的碳化物质点，析出于钢的晶界处，阻止晶粒粗化。因此本发明中Ti含量控制为0.050％～0.080％。
(12)Al：铝在本发明中主要起脱氧的作用，根据需要本发明Al含量控制在0.025％～0.050％。
(13)H和O：氢和氧在钢中是有害元素，钢中溶有氢会引起钢的氢脆、白点等缺陷。氧易在钢中形成氧化物夹杂，降低钢的强度和塑性，因此本发明控制[H]≤1.5ppm，[O]≤8ppm。
本发明所述一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其设计原理如下：
为充分保证钢质的纯净度，冶炼采用转炉双联法生产，控制钢中P≤0.010％，S≤0.005％，再经过LF、RH炉外精炼处理，控制钢中[H]≤1.5ppm，[O]≤8ppm，保证钢中非金属夹杂物在1.0级以下。通过加入0.35％～0.55％的Cu改善钢液的流动性，有利于钢坯的铸造均匀性；通过加入0.050％～0.080％的Ti，促进细小碳、氮化物的形成，从而达到减少粗大柱状晶和枝晶的生成、降低铸坯中心偏析(达到0.5级)、细化铸坯组织的作用。钢水浇注时，控制中间包过热度为15±5℃，避免因浇注温度偏低或偏高带来的铸坯缺陷。连铸末端采用轻压下方式，严控二冷水温度及拉坯速度，充分保证钢坯的内外质量。连铸坯下线后堆垛缓冷24小时以上。连铸坯厚度优选为250～300mm。
连铸坯优选在步进式加热炉中加热，均热段温度为1180～1230℃，均热时间为1.5～3h，保证钢坯加热充分，受热均匀，组织完全奥氏体化，同时控制奥氏体晶粒，避免粗化长大。浇注时控制中间包过热度为15±5℃，连铸末端采用轻压下方式，压下量为4-6mm，严控二冷水温度在20-27℃之间，并控制拉坯速度为0.8-1.1m/min，促进等轴晶和柱状晶的稳定形成，避免或降低铸坯内部缺陷的产生。此外，还可以促进Ti化物的析出，细化铸态晶粒。
连铸坯进加热炉加热，控制均热段温度为1180～1230℃，均热时间为1.5～3h，；出钢温度为1130～1180℃。加热工艺可以保证合金元素充分固溶，提高奥氏体均匀化；而且适当提高出钢温度，可以为二阶段轧制提供较宽的工艺窗口。
板坯出加热炉后进行高压水除鳞，去除板坯在加热阶段表面产生的氧化铁皮。
轧制采用两阶段控制轧制，采用两阶段控制轧制，第一阶段再结晶区轧制，开轧温度为1050～1100℃，单道次变形量大于20mm；中间坯厚度为3～5t，t为成品钢板厚度；终轧温度为930～980℃；再结晶区的轧制工艺有利于充分细化再结晶奥氏体晶粒，并起到良好的轧制渗透效果，改善钢板心部质量，提高厚度截面组织、性能均匀性。第二阶段未再结晶区轧制，开轧温度为830～860℃，轧制4～7道次，终轧温度为750～790℃；较低的终轧温度和足够的变形量，促进变形带和位错密度的增加和均匀化，提高相变铁素体的形核率，进一步细化晶粒，提高钢板的强韧性。而且轧制道次的合理控制，在兼顾钢板性能的同时，保证轧机负荷的稳定。
钢板控冷阶段开冷温度为730～770℃，水冷至450～550℃，冷却速率10～20℃/s，之后空冷至室温。通过控冷抑制钢在较高温度下发生的相变，促使冷却后较低温度下马氏体相变和碳化物析出同时进行，发生极为微细(20nm以下)的大量碳化物相的析出，从而细化板条马氏体组织，提高钢的强度。
钢板采用离线回火热处理，回火保温温度为520～560℃，保温时间5～10min/mm，出炉后空冷至室温。适宜的回火工艺，可促进碳化物的进一步析出和弥散分布，控制碳化物尺寸在30nm以下，并使马氏体基体上析出过渡碳化物避免形成脆性碳化物来改善韧性，同时弥补因马氏体分解造成的软化，保证钢具有良好的强韧性。
经回火后，钢板的组织转变为稳定的回火索氏体组织，晶粒细小(11级或更细)。钢板钢质纯净(非金属夹杂物不大于1.0级)，强度高(Rm≥750MPa，Rp0.2≥640MPa)，低温韧性(-45℃KV2≥200J)和冷弯性能良好，可以满足新一代压水堆核电站对安全壳设备用钢的要求。
以下实施例在以本发明技术方案为前提下进行实施，给出了详细的实施方式和具体的操作过程，但本发明的保护范围不限于下述的实施例。
【实施例】
实施例1～10中钢冶炼化学成分如表1所示。
表1各实施例钢冶炼化学成分(％)
Figure BDA0003587514430000081
实施例1～10中工艺参数如表2所示。
表2各实施例的工艺参数
Figure BDA0003587514430000091
实施例1～10所生产钢板的力学性能如表3所示。
表3钢板调质态力学性能
Figure BDA0003587514430000101
对实施例1～10取样进行模拟焊后热处理试验，工艺为：保温温度605℃，保温时间10h，420℃以上升降温速率不大于60℃/h。检验性能见表4。
表4钢板模拟焊后热处理性能
Figure BDA0003587514430000102
以上所述，仅为本发明较佳的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范围内，根据本发明的技术方案及其发明构思加以等同替换或改变，都应涵盖在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢，其特征在于，成品钢板的厚度为30～60mm，钢板按重量百分比包含如下成分：C：0.06％～0.12％；Si：0.25％～0.40％；Mn：1.60％～1.75％；P≤0.010％；S≤0.005％；Cu：0.52％～0.55％；Cr：0.53％～0.60％；Mo：0.76％～1.25％；V：0.020％～0.050％；Nb：0.010％～0.030％；Ti：0.060％～0.080％；Al：0.025％～0.050％；[O]≤8ppm；[H]≤1.5ppm，余量为Fe和不可避免的杂质；所述钢板的组织为回火索氏体组织，晶粒度为11级以上；钢板中非金属夹杂物不大于1.0级，强度Rm≥750MPa，Rp0.2≥640MPa，低温韧性-45℃KV2≥200J。
2.根据权利要求1所述的一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于，所述钢板的生产工艺为：冶炼—连铸—加热—控轧控冷—矫直-回火热处理-超声波探伤-性能检验，其中：
1)采用双联转炉冶炼，控制钢中P≤0.010％，S≤0.005％，再经过LF、RH炉外精炼处理，控制钢中[H]≤1.5ppm，[O]≤8ppm；
2)浇注时控制中间包过热度为15±5℃，连铸末端采用轻压下方式，压下量为4～6mm，控制二冷水温度为20～27℃，拉坯速度为0.8～1.1m/min；
3)连铸坯进加热炉加热，控制均热段温度为1190～1230℃，均热时间为1.5～3h；出钢温度为1130～1180℃；
4)采用两阶段控制轧制，第一阶段再结晶区轧制，开轧温度为1050～1100℃，单道次变形量大于20mm；终轧温度为930～980℃；第二阶段未再结晶区轧制，开轧温度为850～860℃，轧制4～7道次，终轧温度为750～770℃；
5)控冷开冷温度为730～770℃，水冷至450～550℃，冷却速率10～20℃/s，之后空冷至室温；
6)钢板采用离线回火热处理，回火保温温度为520～560℃，保温时间5～10min/mm，出炉后空冷至室温。
3.根据权利要求2所述一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于，所述连铸坯下线后堆垛缓冷24小时以上；连铸坯厚度为250～300mm。
4.根据权利要求2所述一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于，出加热炉后的板坯进行高压水除鳞。
5.根据权利要求2所述一种厚规格高强度核反应堆安全壳用钢的制造方法，其特征在于，所述第一阶段再结晶区轧制时，中间坯厚度为3～5t，t为成品钢板厚度。
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